Análisis termohidráulico de la refrigeración del combustible nuclear mediante dinámica de fluidos computacional

Vicente Sánchez, Pablo (2016). Análisis termohidráulico de la refrigeración del combustible nuclear mediante dinámica de fluidos computacional. Tesis (Master), E.T.S.I. Industriales (UPM).

Descripción

Título: Análisis termohidráulico de la refrigeración del combustible nuclear mediante dinámica de fluidos computacional
Autor/es:
  • Vicente Sánchez, Pablo
Director/es:
  • Jiménez Varas, Gonzalo
Tipo de Documento: Tesis (Master)
Título del máster: Ingeniería Industrial
Fecha: 2016
Materias:
Palabras Clave Informales: Termohidráulica, dinámica de fluidos computacional, flujos multifásicos, ebullición, energía nuclear, combustible nuclear, ESBWR.
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería Energética
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

La refrigeración en el núcleo de los reactores de agua en ebullición se rige por la fenomenología propia de los flujos bifásicos. En ella se incluyen cambios de fase y regímenes de flujo muy diversos, que afectan a la interacción entre el refrigerante y las varillas de combustible y, en consecuencia, al rendimiento del reactor. Por ello entender en detalle el flujo en ebullición que caracteriza a estos reactores es de gran importancia a la hora de optimizar su diseño y prever su comportamiento en caso de una desviación respecto al funcionamiento normal. Con el presente trabajo se pretende obtener una mayor comprensión de la termohidráulica del núcleo de los reactores nucleares de agua presurizada y, sobre todo, de los de agua en ebullición. La escasez de datos experimentales públicos y la gran complejidad del tratamiento matemático de este tipo de flujos motivan la necesidad de profundizar en su estudio. Una de las alternativas más prometedoras para este propósito es el uso de códigos CFD (Computational Fluid Dynamics). Sin embargo, la modelización de flujos multifásicos tridimensionales constituye uno de los casos de mayor complejidad en la aplicación de esta técnica. Así pues, el objetivo de este proyecto es triple: - Evaluar la capacidad de los códigos CFD para el tratamiento del flujo en ebullición presente en reactores tipo BWR. - Profundizar en el uso de las herramientas CFD, y de ANSYS Fluent en particular, para el cálculo de flujos multifásicos. - Comprender la termohidráulica en los subcanales del núcleo de un reactor de Generación III+. En relación al último punto, la Generación III+ engloba a una serie de reactores de reciente desarrollo caracterizados principalmente por la incorporación de sistemas de seguridad pasivos, cuya actuación se apoya en fenómenos naturales como la gravedad o la convección natural. En caso de incidentes en el funcionamiento de la central, estos sistemas actúan eficazmente sin requerir acciones humanas y sin necesidad de suministro eléctrico. El reactor escogido como objeto de estudio es el ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor). Basado en la tecnología de agua en ebullición, este reactor constituye el último avance de General Electric en su búsqueda de sistemas más compactos y fiables. Sus simplificaciones en el sistema de recirculación y en el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo han logrado reducir en un 25% el número de bombas, válvulas y motores necesarios en la instalación. Estas simplificaciones se apoyan en el uso de vasijas de mayor altura y núcleos más cortos, que permiten la recirculación natural del agua. Descripción del problema estudiado: El núcleo de un reactor de agua ligera está constituido por una serie de elementos combustibles; formados a su vez por un conjunto de varillas de combustible, elementos de control e instrumentación. El agua empleada como refrigerante y moderador asciende entre estas varillas, bañando su superficie y extrayendo el calor generado en el combustible nuclear. Se estudiará el flujo del refrigerante en el subcanal comprendido entre cuatro varillas de combustible. En el flujo en ebullición que atraviesa estos subcanales existen varias fases o mecanismos de transferencia de calor, acompañados a su vez por diferentes regímenes de flujo. Su coexistencia complica en gran medida el tratamiento del problema por lo que, ante la imposibilidad de simular el conjunto de todos los regímenes, se ha optado por modelar el primer metro del subcanal. En él, se prevé que las condiciones de ebullición serán siempre de tipo subenfriado, dominando un régimen de flujo de clase burbujeante (bubbly). El objetivo será optimizar el cálculo de este régimen de flujo en concreto. Estudio preliminar. Refrigeración en un reactor PWR: En primer lugar, se llevará a cabo una evaluación preliminar del código mediante el estudio de un subcanal de un reactor de agua presurizada (PWR). A través de este caso más sencillo se pretende además comprobar la validez del planteamiento del problema, que posteriormente se extrapolará al reactor ESBWR. Para ello se ha creado mediante CATIA v5 una geometría 3D similar a la presentada en la Figura 2, con las dimensiones obtenidas del manual del PWR de Westinghouse. Se han elaborado tres mallas diferentes, todas ellas hexaédricas y con varias capas de inflación en las superficies de las vainas, a fin de capturar mejor los gradientes de temperatura. Se compararán los resultados obtenidos mediante las tres mallas. Respecto a las condiciones de contorno, se ha impuesto mass flow inlet en la entrada del subcanal pressure outlet en la salida, wall con temperatura fija en las paredes de las vainas y symmetry en las caras planas correspondientes a la interfaz agua-agua con el siguiente subcanal. Los datos relativos a estas condiciones se han obtenido del manual de Westinghouse, mientras que las propiedades del agua se calcularon en Engineering Equation Solver. Se ha empleado el método de cálculo pressured-based y se han activado las ecuaciones de energía y de turbulencia, eligiéndose el modelo de transición SST para el mejor tratamiento de la turbulencia cerca de las paredes. Se han planteado dos casos. En el primero se ha despreciado la transferencia de calor por radiación, mientras que en el segundo sí se ha activado este método de calentamiento. Comparando los resultados, se concluye que la transferencia mediante radiación es despreciable frente a la convección, al representar tan sólo un 0,1% del calentamiento total del refrigerante. Ambos casos mostraron soluciones casi idénticas en el perfil de temperaturas del fluido, temperatura de salida, caída de presión y calor transferido. Además, dichos resultados se validaron por dos vías: mediante la resolución analítica del caso y por comparativa con la información aportada por el manual de Westinghouse. La resolución de este caso, además de aportar conclusiones de interés respecto a la refrigeración en reactores PWR, ha servido para comprobar la validez del método escogido para abordar el problema. En consecuencia, el caso del reactor ESBWR se llevará a cabo sobre el mismo tipo de geometría y malla, y se aplicarán condiciones de contorno similares. Todo ello adaptado siempre a las mayores exigencias del cálculo de flujos multifásicos y a las condiciones particulares de funcionamiento de este reactor. Análisis de la refrigeración en el reactor ESBWR Como se ha señalado, el objetivo será la simulación del régimen bubbly, que domina en las primeras etapas de la refrigeración del núcleo. Acerca de la modelización del problema, cabe destacar el uso del modelo Euleriano para el tratamiento del flujo multifásico, el algoritmo RPI para la simulación de la ebullición, y el modelo k-epsilon de turbulencia con tratamiento mixture para el flujo multifásico. Mediante una primera elección de modelos de interacción entre fases, que incluía Ishii para el arrastre y Moraga para la sustentación, se obtuvo una solución preliminar. La solución se estabilizó en el entorno de las 3000-4000 iteraciones, que se alcanzan en un tiempo de computación de 50 horas-CPU (haciendo uso de un procesador i7-4510U de 3,1 GHz y empleando tres núcleos en paralelo). Para completar el estudio se ha llevado a cabo un análisis de la sensibilidad de los resultados a diversos factores del modelo. Se evaluará la influencia de la resolución de la malla y los modelos usados para los coeficientes de sustentación y de arrastre. Mediante este proceso se valorará la solidez de la solución obtenida y se determinará la combinación óptima de parámetros en términos de precisión y coste computacional. En lo relativo al mallado, los errores numéricos cometidos en la simulación pueden ser reducidos aumentando su densidad (elementos de menor tamaño). Sin embargo ello conlleva un incremento en el uso de la memoria y en el tiempo de cálculo. Para evaluar la influencia de la densidad de malla en la solución se han creado varios mallados de densidad creciente y se han comparado los resultados obtenidos. Se trata de refinar la malla hasta que la solución no varíe sustancialmente. El error cometido al cambiar de malla está acotado entre un 0,08% y un 1,22% para la fracción de vapor. Descartándose las mallas más gruesas por desviaciones en la distribución de vapor obtenida, se escogió la malla C para su uso en los posteriores modelos, llegándose así a un compromiso aceptable entre la precisión del cálculo y el coste computacional (siempre elevado en la simulación de flujos multifásicos). Finalmente, se ha realizado un análisis de sensibilidad de los modelos de arrastre y sustentación, dos de los principales fenómenos de transferencia de momento entre la fase líquida y la fase vapor. Para el arrastre se compararon los modelos de Ishii, Schiller-Naumann, Grace et al y Tomiyama. Dado que el arrastre es una fuerza de oposición neta, resultante de las fuerzas hidrodinámicas en sentido opuesto al movimiento de la burbuja, no se produjeron cambios relevantes en la distribución de las burbujas en el subcanal. Por el contrario, sí se vieron modificados valores como el calor transferido y la cantidad de vapor generada. Se observó que las elevadas fracciones de vapor obtenidas con algunos modelos de arrastre no concuerdan con el perfil de vapor esperado. Éste, por el contrario, es determinado principalmente por el cálculo de la fuerza de sustentación, responsable de la distribución de las burbujas en el subcanal. Mediante el análisis de sensibilidad de los modelos de sustentación realizado posteriormente se confirmó esta hipótesis, al obtenerse cambios importantes en los resultados obtenidos mediante los modelos de Moraga, Saffman-Mei, Legendre y Tomiyama. De los resultados de aplicar los diferentes modelos de sustentación se deduce que, tras los primeros 90 cm del subcanal, un elevado número de burbujas alcanza un tamaño tal que la fuerza de sustentación se invierte, desplazándose el vapor hacia el centro del subcanal. Se concluye que los modelos óptimos para el cálculo del régimen bubbly son el de Ishii, para el arrastre, y el de Tomiyama para la sustentación, por ser capaz de computar el citado cambio de signo en esta fuerza, reproduciendo con mayor fidelidad el perfil de concentración del vapor. Los resultados concuerdan en gran medida con los encontrados en la bibliografía, por lo que se concluye que el código es adecuado para el tratamiento del régimen tipo bubbly en reactores de agua en ebullición.

Más información

ID de Registro: 44742
Identificador DC: http://oa.upm.es/44742/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:44742
Depositado por: Biblioteca ETSI Industriales
Depositado el: 22 Feb 2017 07:32
Ultima Modificación: 22 Feb 2017 07:32
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